Система радіаційно-технологічного контролю відпрацьованого палива легководних ядерних енергетичних установок - Автореферат

ОДЕСЬКИЙ ДЕРЖАВНИЙ ПОЛІТЕХНІЧНИЙ УНІВЕРСИТЕТ АВТОРЕФЕРАТ дисертації на здобуття наукового ступеня кандидата технічних наукРобота виконана в науково-дослідній лабораторії "Атомспецавтоматика" Одеського державного політехнічного університету Міністерства освіти і науки України. Науковий керівник: доктор технічних наук, головний науковий співробітник, науковий керівник НДЛ "Атомспецавтоматика", Максимов Максим Віталійович, Одеський державний політехнічний університет. Офіційні опоненти: доктор технічних наук, професор Погосов Олексій Юрійович, Одеський державний політехнічний університет, професор кафедри АЕС відпрацьоване паливо герметичність оболонка кандидат технічних наук, старший науковий співробітник Недєлін Олег Вячеславович, Національний технічний університет України "Київський політехнічний інститут", доцент кафедри АЕС. Захист відбудеться "04" жовтня 2001 р. о 1400 годині на засіданні спеціалізованої вченої ради Д 41.052.04 Одеського державного політехнічного університету за адресою: 65044, м. З дисертацією можна ознайомитись в бібліотеці Одеського державного політехнічного університету за адресою 65044, м.Вимоги до безпеки ядерної енергетики України, що виробляє більше 40% електроенергії країни, постійно підвищуються. Завод РТ-2 в Росії не побудовано, а Україна приєдналася до договору про нерозповсюдження ядерної зброї. Таким чином, для енергетики України актуальна задача пошуку і наукового обґрунтування нових методів і технічних засобів для радіаційно-технологічного контролю (РТК) при поводженні з ЯП, що дозволяють скоротити час контролю і підвищити безпеку експлуатації АЕС. Дослідження з вирішенням такої задачі проводяться НДЛ "Атомспецавтоматика" з 1994 року за безпосередньою участю автора. Зокрема, в [1] - запропоновано проводити визначення вигоряння в процесі перевантаження ЯП; в [2] - запропоновано використати CDTE-детектори для створення систем контролю стану ЯП в реальному часі, також запропонована структура ПТК; в [3] - моделювання апаратурних g-спектрів при проведенні вимірювань полів власного випромінювання ТВЗ; в [4] - запропонована структурна схема експериментальної установки і методологія вимірювань на АЕС, методика проведення вимірювань на промисловому обладнанні, обробка результатів вимірювань; в [5] - концепція контролю герметичності оболонки твела в процесі перевантаження палива на основі вимірювань власного випромінювання і поєднання з визначенням вигоряння палива, моделювання полів власного g-випромінювання ТВЗ; в [6] - концепція побудови апаратури для забезпечення вимірювань в реальному часі при високих значеннях інтенсивності випромінювання; в [7] - концепція використання для аналізу результатів вимірювань знань про закономірності, звязуючі вигоряння, початкове збагачення і вигоряння з розподілом продуктів поділу в ТВЗ, послідовність обробки результатів вимірювань; в [8] - концепція технології інструментального контролю вигоряння ЯП в реальному часі; в [9] - запропонована методологія і критерії для контролю характеристик детекторів в процесі їх виготовлення; в [10] - технічні рішення з розробки макетного зразка системи визначення вигоряння ЯП; в [11] - концепція використання багатоелементних детекторів для контролю розподілу продуктів поділу в ТВЗ.Аналіз обєкта і предмета дослідження показав, що в експлуатації АЕС намітилося дві тенденції: збільшення вигоряння палива і маневрування потужністю. Класифікація причин пошкодження оболонок виявила основну причину руйнування оболонки твела, яка полягає в механічному впливі палива, що термічно розширяється, на оболонку.Розвязання рівняння (1) при умові що ЯР працює в базовому режимі, дозволяє отримати дані звязуючі активність основних ПП з вигорянням, часом витримки після опромінення у реакторі та збагаченням ізотопом 235U. Отримані результати представляються у вигляді ідеального лінійчастого спектра g-випромінювання ВЯП, тобто у вигляді залежності кількості зареєстрованих g-квантів від значення енергії ізотопу. , (2) де I(Eg) - інтенсивність g-випромінювання з енергією Eg в точці розміщення детектору; kij - квантовий вихід j-ї g-лінії для i-го ізотопу, при цьому номер g-лінії для конкретного ізотопу визначає енергію; Ai - активність i-го ізотопу. ,(3) де - повна ефективність детектора при реєстрації j-ї g-лінії i-го ізотопу; - коефіцієнт поправки на самовбирання в зразці при реєстрації j-ї g-лінії i-го ізотопу; - повна ефективність детектора при реєстрації g-квантів з енергією ; - коефіцієнт поправки на самовбирання у зразку при реєстрації g-квантів з енергією . При реєстрації власного g-випромінювання ВЯП від ТВЗ спостерігається два конкуруючих процеси - збільшення частки високоенергетичних g-квантів, потрапивших у детектор, і зниження ефективності реєстрації g-випромінювання детектором при збільшенні енергії.Для експериментального обґрунтування технології РТК ВЯП, що пропонується і перевірки результатів імітаційного моделювання проведені вимірювання g-випромінювання ТВЗ на АЕС.

ОСНОВНИЙ ЗМІСТ РОБОТИ

У вступі обґрунтовано актуальність теми і сформульовано мету дисертаційного дослідження.